Bibliographie & annexes
Présentation
RÉSUMÉ
La chaleur produite dans le cœur d’un réacteur nucléaire est transférée au fluide du circuit primaire. Dans les générateurs de vapeur, le circuit primaire échange cette chaleur en vaporisant l'eau du circuit secondaire. Il est nécessaire d’évacuer une certaine quantité d’énergie à l’extérieur. Ces exemples relèvent tous de phénomènes analysés par la thermohydraulique, à savoir l’hydraulique avec transfert de chaleur et possible changement de phase (condensation ou ébullition). Cet article traite des domaines d’application de la thermohydraulique. Les notions nécessaires pour le dimensionnement et pour les analyses de sûreté des réacteurs à eau sous pression sont explicitées.
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Heat generated in the core of a nuclear power plant is transferred to a fluid in a primary cooling circuit. This heat serves to vaporize water in the secondary circuit to generate steam. The second law of thermodynamics tells us that some heat has to be dumped. These examples are typical of thermal hydraulics applications, i.e. hydraulics with heat transfer and possible phase change (boiling and condensation). This article presents some fundamentals of thermal hydraulics. Basics for design and safety analyses of pressurized water reactors are presented.
Auteur(s)
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Christophe HERER : Diplômé de l’Institut National Polytechnique de Toulouse - Ingénieur expert au département développement de la Division études-procédés de Framatome (Paris)
-
Daniel GALLORI : Diplômé de l’Université de Pise (Italie) - Ingénieur au département développement de la Division études-procédés de Framatome
INTRODUCTION
Dans le réacteur à eau sous pression (REP), l’énergie de fission se dégrade en chaleur transférée au fluide (l’eau) du circuit primaire. Dans les générateurs de vapeur, le circuit primaire échange cette chaleur en vaporisant l’eau du circuit secondaire, le travail de la vapeur entraînant ensuite la turbine. La thermohydraulique est l’étude du transfert de la chaleur couplée à l’hydraulique des écoulements. Par exemple, dans le cœur des réacteurs à eau sous pression où les éléments combustibles transfèrent la chaleur au fluide. La thermohydraulique s’intéresse donc à l’état du fluide, à son mode de circulation et aux échanges thermiques dans le réacteur, dans les situations normales d’exploitation, d’incidents et d’accidents y compris les plus graves afin que les critères de sûreté se trouvent respectés en toutes circonstances (cf. articles de la rubrique « Sûreté et protection » du traité).
Après une brève présentation des domaines d’application de la thermohydraulique, la deuxième partie de cet exposé décrit l’ensemble des étapes nécessaires pour parvenir à la connaissance du taux de présence des phases. Les conséquences sur l’écoulement de la coexistence de deux phases dans un écoulement de fluide sont exposées dans une troisième partie. En fonction de l’état du fluide et de sa vitesse, les caractéristiques des échanges thermiques sont précisées dans la quatrième partie. Enfin les aspects relatifs à la sûreté des réacteurs apparaissent dans la dernière partie.
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KEYWORDS
safety | two-phase flows | thermal hydraulics | void fraction
VERSIONS
- Version courante de mars 2018 par Christophe HERER
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Domaines d’applications de la thermohydraulique5. Sûreté des REP
La première barrière de confinement est constituée par la gaine du combustible. La dégradation de cette gaine peut conduire à la contamination du circuit primaire, seconde barrière de confinement. Les critères de sûreté s’appuient sur la nécessité de préserver en fonctionnement normal, mais aussi dans les cas d’incidents de fonctionnement les plus fréquents (au sens de la probabilité d’occurrence), l’intégrité de la première barrière de confinement (la gaine du combustible) ; c’est la limite en crise d’ébullition 5.1 et les études d’interaction pastille-gaine qui conduisent à des restrictions sur le mode de fonctionnement et de pilotage des réacteurs (transitoires de puissance). Les matériaux de gainage ont été améliorés afin de limiter les restrictions dues à l’interaction pastille-gaine. Des modifications ont été apportées aux grilles des assemblages de combustible afin de retarder l’apparition de la crise d’ébullition. En cas d’accident (statistiquement très improbable), on accepte la contamination du circuit primaire, mais il est indispensable de pouvoir refroidir le cœur du réacteur, d’éviter la fusion du combustible et les réactions entre l’eau et le Zircaloy ; c’est l’objet des études des transitoires accidentels décrits dans la suite.
5.1 Crise d’ébullition
La crise d’ébullition caractérise une soudaine diminution du transfert de chaleur entre la gaine du combustible et le fluide. Cette réduction se produit lorsque le régime d’écoulement est modifié. La gaine se recouvre d’une poche de vapeur qui l’isole du fluide. Il s’ensuit une augmentation brutale de la température de paroi. L’ébullition nucléée qui jusqu’à cette limite améliorait le transfert de chaleur en convection forcée devient alors « critique ». Le déclenchement du phénomène est appelé crise d’ébullition ou Departure from Nucleate Boiling (DNB). Pour une valeur trop élevée du flux de chaleur surfacique, le taux de production de vapeur est trop important pour être évacué par l’écoulement depuis la paroi chauffante vers le cœur de l’écoulement. La crise d’ébullition...
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Sûreté des REP
BIBLIOGRAPHIE
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(1) - MEYER (C.A.), al - Steam Tables. Thermodynamic and Transport Properties of Steam - ASME Press 6th Ed. (1993). Cette référence contient les programmes Fortran des tables en unités anglaises sur disquette.
-
(2) - GARDLAND (W.J.), al - Extensions to the Approximation Functions for the fast Calculation of Saturated water properties - . Nucl. Eng. Des. 136, 381 (1992).
-
(3) - BERGLES (A.E.), COLLIER (J.G.), DELHAYE (J.M.), HEWITT (G.F.), MAYINGER (F.) - Two-Phase flow and heat transfer in the power and process industries - . McGraw Hill (1981).
-
(4) - THOM (J.R.S.) - Prediction of pressure Drop during forced convection boiling of water - . Int. J. Heat Mass Transfer 7, 709-724 (1964).
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(5) - WINTERTON (R.H.S.) - Thermal design of Nuclear reactors - . Pergamon Press (1981).
-
(6) - MARTINELLI (R.C.), NELSON (D.B.) - Prediction of pressure Drop...
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